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田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明
Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.191 - 204, 1994/00
熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、高温ガス冷却炉(HTGR)であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950
Cである。1991年3月、HTTRは建設に着手し、各種の試験検査に合格後、1998年初臨界の予定である。現在、HTTR原子炉建家地階部分、原子炉格納容器の現地工事は終了し、主要機器である原子炉圧力容器、中間熱交換器、黒鉛構造物等は1994年据付開始を目途に、鋭意工場製作中である。本プロジェクトは、HTGR開発の技術基盤の確立、高度化と高温工学に関する先端的基礎研究を実施することとしており、特に先端的基礎研究の進め方の検討が重要となっている。本報告では、HTTRの特徴、建設の現状、HTTRを用いた研究・試験計画について述べる。
神永 雅紀; M.Siman-Tov*; D.K.Felde*; G.L.Yoder*; C.D.West*
Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.264 - 272, 1993/00
Advanced Neutron Source(ANS)炉は、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)が設計・建設を進めている熱出力330MW、重水冷却・減速の超高中性子束炉である。炉心は、上下2分割型でアルミニウム被覆の板状燃料684枚で構成され、冷却材流路は狭い垂直矩形流路である。冷却材は、炉心を上向きに25m/sの流速で燃料を冷却する。燃料板表面熱流束は、平均5.9MW/m
、最大で12MW/mである。ANS炉は、これまでの研究炉に比べ熱流束、冷却材流速ともに非常に高く、熱水力設計の限界を把握するのに必要な限界熱流束(CHF)、流動不安定(Flow Excursion:FE)現象に関して、適用可能な実験データが限られている。このため、現在ORNLではANS炉の運転条件を模擬可能なThermal Hydraulic Test Loop(THTL)を用い、CHF相関式及びFE熱流束相関式を開発するためのFE実験及びCHF実験が行われている。本論文では、これまでに行なわれたFE実験及びCHF実験結果について報告する。